台山核电厂气态流出物取样代表性评述

何 玮，李小龙，杨晓伟，祝兆文，蒋 婧

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）



台山核电厂气态流出物取样代表性评述

何 玮，李小龙，杨晓伟，祝兆文，蒋 婧*

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

摘要：本文介绍了台山核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计，并结合ISO 2889 -2010标准要求，对该系统取样代表性进行了评述，为核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计和审评提供参考。

关键词：取样代表性；气态流出物；EPR核电厂

为了准确评估核电厂对周围环境和公众的影响，GB11217和HJ/ T22要求［1，2］采样样品必须对被取样对象具有代表性，同时应合理选择监测点的位置，使该点的监测结果能够代表实际的排放［1，2］。美国核管会NUREG - 0800［3］2010版的11. 5节，在审查程序中明确：“为确保代表性取样，审查将设备设计特性、布局、管道和取样方法描述与RG 1. 21、1. 143和4. 15、ANSI N42. 18 -2004和ANSI/ HPS N13. 1 - 1999中的指南比较”。在台山核电厂安全分析报告审评中，气态流出物取样代表性评估被列为建造许可证（CP）条件，要求证明气态流出物取样监测设计具有代表性，即满足ISO 2889 -2010（基本等同于ANSI/ HPS N13. 1 -1999）［4，5］的要求，是核电厂安全审评关注的重要问题之一。

1 气态流出物取样设计的相关标准

取样设计参考的标准主要有两类：一类是以美国ANSI N13. 1为代表；一类是以国际标准化组织的ISO 2889为代表［6，7］。国内现行有效标准HJ/ T22 -1998《气载放射性物质取样一般规定》和ISO2889 - 1975都等同于美国标准ANSI N13. 1 - 1969。ANSI N13. 1 - 1999发布后，ISO 2889作了相应的升版，即ISO 2889 -2010版。因此，比较ISO 2889 - 2010版和ISO 2889 - 1975版，发现其变化与ANSI N13. 1是基本相同的。

新版标准主要从以下两方面提出了定量技术要求：取样位置和取样系统设计。同时指出，核设施的取样系统需要经过一系列试验，取样系统满足本标准要求的条件是其试验结果应满足标准的定量指标。与旧标准相比，新标准最大的变化就是采用取样系统的性能指标作为判别取样系统优劣的依据，而非原来单纯对取样系统设计方法的描述与要求［8］，ISO 2889 -2010对取样代表性的具体要求见表1。

2 台山核电厂气态流出物取样设计和评述

2. 1 气态流出物取样和监测系统总体设计

台山核电厂1、2号参考欧洲压水堆核电厂（EPRTM）机组设计，其气态流出物取样系统采用芬兰OL3的设计，仅对于烟囱和取样系统的接口适用性进行了修改，即采用德国最新设计并遵照ISO 2889 -2010标准。

EPR机组采取单堆设计，每台机组配置一根圆柱形烟囱，位于燃料厂房（HK）的顶部，烟囱顶部距地高度为100 m，烟囱出口处外径为3. 4 m，内径为3. 0 m，安全壳换气通风系统（EBA）、安全壳环廊通风系统（EDE）和安全厂房控制区通风系统（DWL）排放气体最终从烟囱底部的混合小室向烟囱排放；烟囱气载放射性流出物的监测按照冗余设计的原则，每台机组设计了两列测量通道，即KRT81和KRT82，采样系统的采样点分别距离安全壳换气通风系统、安全壳环廊通风系统和安全厂房控制区通风系统的最终排放点（混合小室）为37. 6 m和42. 6 m，分别距离地面约65 m和60 m处，如图1所示。测量通道81（KRT81）和测量通道（KRT82）的各监测通道配置参见表2。

根据ISO 2889 -2010第6. 1节的要求，“典型地，在均匀混合的气体中，合适的取样位置位于气流扰动下游5倍～10倍水力直径范围内，且距离气流扰动上游3倍以上的水力直径处”。整体上，台山核电厂烟囱采样位置是满足此项要求的。

图1 取样耙分布图Fig. 1 Location of the sampling rakes

表2 台山核电厂烟囱气载放射性流出物监测系统通道配置Table 2 Configuration of monitoring system of airborne radioactive effluents from the vent of Taishan NPP

2. 2 单嘴和多嘴取样

取样头的设计是影响取样系统穿透系数的重要因素之一。衡量取样头的粒子损失可采用参数“传输比”来表示，传输比即取样器出口的气溶胶粒子浓度和自由流中气溶胶粒子浓度之比。

目前，ANSI / HPS N13. 1 -1999和ISO 2889 -2010给出了推荐的护套式单嘴取样器，该取样器最大特点是，与多嘴取样器相比，明显降低了粒子的损失。图2说明了等速取样头数目和管壁损失的关系，从图中可以看出，8个取样头的管壁损失是55%；而通过20个取样头的管壁损失是73%，可见，采取多点取样，其引起的管壁损失较大。而对于标准推荐的护套式单嘴取样器，风洞试验结果表明［9］：对于10 μm空气动力学直径（Da）的粒子，等速采样头的传输比是57%-62%，护套式采样头的传输比是83%-88%，可以看出护套式采样头具有较好的传输系数。

同时，ISO 2889 -2010也提出，采用单嘴采样不是气态流出物采样必须的要求，当流出物不能保证充分混合均匀时，也可以采用多点采样。

由于未试验验证烟囱中气体在所有条件下是否能混合均匀，台山核电厂烟囱气态流出物采用多点采样，以确保可以获得有代表性的样品。

考虑到烟囱直径较大，为保证对烟囱内排气在所有运行条件下均能获得有代表性的样品，对测量通道KRT81和KRT82采样系统的每个管道采用一个耙状采样头，每个采样头有12个采样管嘴。采样头置于烟囱中，使每个采样管嘴均能覆盖相同大小的取样平面。采样耙和相关管路设计如图3所示。

图2 等速取样头数目和管壁损失的关系（取样流速保持在56. 6 L·min-1（2cfm）；由流速度=21. 3m·s-1；气溶胶粒径=10μm Da）Fig. 2 Effect of number of nozzles on sample loss （Sampling flow rate =56. 6 L·min-1（2cfm）；ee flow rate =21. 3m·s-1；particle size =10μm Da）

图3 采样耙和相关管路设计Fig. 3 The design of sampling rake and related piping

根据ISO 2889 -2010第7. 2. 3条的要求，采用6个或者更多采样管嘴的采样头可以充分确保获得有代表性的气态流出物样品。台山核电厂烟囱气态流出物采样管嘴的数目是满足新标准的要求的。但是，与单嘴取样相比，采用多嘴取样具有粒子损失较大的明显缺点。

2. 3 溶胶粒子在取样系统的穿透系数

系统设计需要考虑的另一性能要求是穿透系数。在取样传输系统中输运时，气溶胶粒子会由于各种原因，如重力沉降、惯性碰撞、湍流惯性沉积和布朗扩散等，造成在传输系统内表面上的粒子沉积，导致粒子损失较大，从而严重影响取样系统的测量效果；除粒子沉积外，系统泄漏也是导致贯穿系数减小的影响因素之一。ISO 2889 -2010指出，“如果在正常工况下用Da 为10μm的单分散性颗粒物进行试验的结果表明其穿透率≥50%，就应认为正常工况、异常工况和预计事故工况下取样系统对于气溶胶颗粒物的性能是合格的。”，即标准要求10μm Da气溶胶粒子在取样系统的穿透系数不小于50%。

2. 3. 1 气溶胶粒径的选择

不同直径气溶胶粒子对穿透系数的影响不同，在设计取样系统时，必须考虑取样微粒粒度。台山核电厂烟囱气态流出物取样设计遵照德国最新设计，德国核安全标准KTA1503. 1中提到空气动力学直径（Da）约1μm的粒子是可用的。而ISO 2889 -2010推荐选择10μm Da粒子进行试验，主要考虑到以下几点：（1）设计取样系统须考虑在事故或非正常工况下的测量，此时需考虑高效粒子过滤器（HEPA）的长期使用，密封圈和边框裂缝泄漏所导致较大粒度微粒穿过过滤器的排放，而不应仅仅考虑高效粒子过滤器过滤后粒径为0. 1 μm～0. 4 μm的颗粒物；（2）②Da＜10 μm的颗粒物由于沉积率较低，所以穿透率较高；Da大于10 μm的颗粒物预期的穿透率较低，但对于干燥的颗粒物由于再悬浮效应，穿透率反而会增加。因此，用Da为10 μm的试验气溶胶颗粒物进行穿透测定，可以认为满足最小穿透率；（3）在进行环境空气取样时，区分可吸入和不可吸入微粒的直径为10 μm。典型的取样粒度即采用该粒度，其原因是考虑了正常和事故两种情况，同时又考虑了对人体的影响和传输的效率。

ISO 2889 -2010也说明，如果能够得到相关尺寸分布数据（比如，活度大小分布），可选择监测相对应粒度的气溶胶微粒。下图是德国某压水堆核电厂烟囱气态流出物粒径分布的实测数据，可以看出正常运行工况下的Co -60粒径大部分大于1μm［10，11］。

图4 德国某压水堆实测Co -60粒径分布Fig. 4 Measured distribution of Co -60 particle sizes in a pressurized water reactor in German

2. 3. 2 气溶胶穿透系数估算

台山核电厂通过理论计算，获得了不同空气动力学直径的气溶胶经过取样头和取样管线的穿透系数［12 -14］。

从表3可以看出，若不考虑取样管嘴的影响，对于1 μm气溶胶粒子的穿透系数，各管路的计算结果都大于50%；对于10 μm气溶胶粒子的穿透系数，有些管路的计算结果低于50%。

2. 3. 3 气溶胶穿透系数的试验验证

上述气溶胶穿透系数的计算以一定经验公式为基础，这些经验公式的适用性尚待考察。ISO 2889 -2010标准要求在正常工况下用Da为10 μm的单分散性颗粒物必须进行试验验证，以表明其在取样系统的穿透率不小于50%。其试验结果也可以与理论计算结果进行比较，以检验计算结果的准确性。

对于试验验证，台山仅提供了取样系统穿透系数试验验证的简单试验步骤［15］，还未开展相关试验。其试验方法原理如下：一定活度或质量的气溶胶微粒被注入取样口，管道修正因子RF（穿透系数的倒数）由下式给出。

其中，mi是注入的气溶胶微粒质量；ms是沉积在过滤器上的气溶胶微粒质量；Vs是通过微粒过滤器的体积；Vp是通过初级取样管线的体积。其管道修正因子测定试验步骤如图5所示。

图5 修正因子RF测定的实验步骤示意图Fig. 5 Scheme of the procedure for the determination of the total correction factor

总之，10 μm气溶胶粒子在整个取样系统的传输比应该尽可能满足大于50%的要求，台山核电厂还应根据标准要求，用10 μm气溶胶粒子试验确定粒子在取样管内总的传输比，除非电厂能够提供气溶胶粒径分布图。同时，应编制详细的试验验证和现场试验规程，并制定详细的试验计划安排。

3 结论和建议

（1）台山核电厂采用多嘴取样头设计，对取样位置处气流均匀性要求较低。

（2）多嘴式取样头相比ISO 2889 - 2010标准所推荐使用的单嘴式取样头，具有粒子损失率较大的明显缺点。

（3）理论计算结果表明，有些管路的10 μm气溶胶粒子穿透系数小于50%，不满足ISO 2889 -2010标准的要求，应尽快进行气溶胶穿透系数试验以验证穿透系数是否满足上述标准的要求。

（4）建议在未来的设计中应考虑选择满足气流均匀性要求的取样点位置，采取单嘴取样，并尽可能减少粒子的损失，以满足取样代表性的要求。

参考文献

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［2］国家环境保护局. HJ/ T22 -1998气载放射性物质取样一般规定［S］.北京：国家环境保护局，1998.

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［5］ANSI. Sampling and Monitoring Releases of Airborne Radioactive Substances from the Stacks and Ducts of Nuclear Facilities （N13. 1 -1999）［S］. New York：ANSI，1999.

［6］ANSI. Guide to Sampling Airborne Radioactive Materials in Nuclear Facilities（N13. 1 -1969）［S］. New York：ANSI，1969.

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Discussion on Representativeness of Sampling of Airborne Effluents in Taishan NPP

HE Wei，LI Xiaolong，YANG Xiaowei，ZHU Zhaowen，JIANG Jing*
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

Abstract：Gaseous release is one of the main two ways in which radioactive effluents of nuclear power plants（NPPs）release to the environment in the normal operation. Representativeness of sampling of the effluents should be ensured to accurately determine the discharge quantity of effluents. This paper introduces the design of sampling and monitoring systems of airborne radioactive effluents from the vent in the Taishan NPP，discusses the representativeness of sampling from gaseous effluents in the Taishan NPP taking into consideration of the new requirements of the standard of ISO 2889 -2010，presents some advices on design improvements for sampling and monitoring system for the gaseous effluents of the future EPR NPP，which could be a reference for reviewing representativeness of sampling of airborne effluents in NPP.

Key words：the representativeness of sampling；airborne radioactive effluents；EPR NPP

中图分类号：TL 84

文章标志码：A

文章编号：1672-5360（2016）02-0024-05

收稿日期：2016-03-21 修回日期：2016-04-18

基金项目：国家科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”——CAP1400安全评审技术及独立验证试验资助项目，项目编号 2011ZX06002 -010

作者简介：何玮（1983—），男，湖南临湘人，工程师/硕士，化学工程与技术专业，现主要从事放射性废物管理审评和监督工作

*通讯作者：蒋 婧，E-mail：jiangjing5@163. com